多热电偶堆芯仪表组件以及监测核反应堆的系统和方法
【专利说明】多热电偶堆芯仪表组件以及监测核反应堆的系统和方法
[0001]本申请要求于2014年8月25日提交的韩国专利申请号10-2014-0111106和于2014年8月25提交的韩国专利申请10-2014-0111111的优先权益，上述案件全部内容以引用的方式并入本文中。
技术领域
[0002]本发明涉及一种多热电偶堆芯仪表组件，以及在严重事故后，使用该堆芯仪表组件监测核反应堆内部状态的系统和方法。通过使用在不同高度具有温度测量点的多个热电偶，提供核反应堆内不同高度的温度信息，来协助更加精确地判断该核反应堆的内部状态。
【背景技术】
[0003]多个堆芯仪表组件(例如61个)固定安装在核反应堆内，使得可以在三维空间中精确地测量核反应堆内的中子通量，并且能监测核反应堆的输出分布。堆芯仪表组件的核心元件是自给能式中子探测器，其包括吸收中子并发射信号电流的发射体。
[0004]常规的自给能式中子探测器由铑辐射物质的中子俘获反应原理驱动。当入射到铑的中子被俘获，其会发射高能电子。该高能电子具有足够的能量以至于在β衰变时，使中子脱离发射体。放出的电子通过三氧化二铝((αι203)绝缘体被收集器收集，在附接到该发射体的导体上产生正电荷。产生的正电荷形成与该发射体的中子吸收率成一定比例的电流。根据发射体的材料，中子探测器分为铑探测器，钒探测器，钴探测器，铂探测器。
[0005]图1是常规堆芯仪表组件前视图。如图1所示，常规堆芯仪表10包括测量单元20、密封塞30、挠性软管40和连接器。测量单元20环绕外部保护管25，弹头式尖端(bulletnose) 26连接到测量单元20的一端。测量单元20通过导管(未示出)插入核反应堆，测量单元20的长度约为36米。
[0006]图2是图1沿线A-A截取的纵向横截面图，如图2所示，常规堆芯仪表组件10的测量单元20被配置为包括中心管21、热电偶22、信号补偿探测器24、外部保护管25，和中子探测器27。
[0007]上述配置中，中心管21在长度方向上穿过测量单元20内部。中心管21具有与导管相同直径的中空管形式。且中心管21的长度已基本标准化。热电偶22包括一对具有圆形截面的电缆，即镍铬合金线22a和镍铝合金线22b用于测量反应堆内冷却剂温度。热电偶22主要是K型热电偶。中子探测器27也为具有圆形截面的电缆形式。总共用5个(股)中子探测器27测量核反应堆内的中子通量。单个(股)信号补偿探测器24被实施为具有圆形截面的电缆形式，用于测量背景信号(噪声)
[0008]在这种情况下，中子探测器27、热电偶22和信号补偿探测器24(以下统称为“探测器”)中的每一个具有接近相同的长度和直径。测量单元20还包括总共8个(股)用以填充空缺空间的填充电缆23，用以防止各探测器因中心管21和探测器之间的直径差而引起的波动(fluctuat1n)，并且在中心管21和外部保护管25之间的空间中设置中子探测器27、热电偶22和信号补偿探测器24时，使每个中子探测器27被设置在期望的位置(或角度)。
[0009]在根据如上所述的常规堆芯仪表组件中，存在这样一个问题:相对比较昂贵的堆芯仪表组件的利用率较低，因为8根填充电缆仅用于防止各个探测器的波动以及保持探测器之间的距离。
[0010]参考图3，常规核反应堆堆芯仪表组件10插入核反应堆内，并监测反应堆芯内的中子通量及反应堆芯上部的出口处的温度。堆芯仪表组件10通过导管1005插入核反应堆1001内，并且使用设置在堆芯仪表组件10的末端的K型热电偶来确定反应堆芯上部出口处的温度^50°c )是否达到严重事故的条件。
[0011]也就是说，在常规堆芯仪表组件10中，如果发生严重事故，当反应堆芯顶部1002a受到严重损坏时，反应堆芯的温度信息会全部丢失，因为只在反应堆芯顶部1002a处的测量温度。而且，也不可能测量整个反应堆芯(包括反应堆芯的中部和底部)的冷却、过热、氧化和损坏状态，反应堆堆芯的较低的一侧的核反应堆容器的下腔体1001a处和下底盖1001b处的熔融的反应堆芯的重新排列情况，以及用于监测核反应堆容器的分离(deviat1n)状态的温度的直接分布情况。
[0012]因此，存在这样一个问题:很难检查核反应堆容器的内部状态来以最佳的方式处理严重事故，以建立起处理事故的策略，如冷却和移除氢。
[0013][现有技术文献]
[0014][发明文献]
[0015]韩国专利申请公布N0.10-2014-0010501，发明名称为“用于提高中子通量探测灵敏度的堆芯仪表组件”
【发明内容】
[0016]本发明的一个目的是提供一种多热电偶堆芯仪表组件，该多热电偶堆芯仪表组件通过使用在不同高度具有温度测量点的多个热电偶，提供核反应堆内不同高度的温度信息，来协助更加精确的判断核反应堆的内部状态。
[0017]本发明的另一目的是提供一种多热电偶堆芯仪表组件，该多热电偶堆芯仪表组件通过使用具有在核反应堆内不同高度的温度测量点的多个热电偶替代填充电缆，提供不同高度的温度信息，能够使装置的利用最大化。
[0018]本发明的又一个目的是提供一种严重事故后监测核反应堆内部状态的系统和方法。该系统和方法能够在发生严重事故时，监测核反应堆堆芯的每一部分的反应堆芯的冷却和过热状态，以及核反应堆容器的水位。
[0019]另外，本发明的另一目的是提供一种严重事故后监测核反应堆内部状态的系统和方法。能够在发生严重事故，和反应堆芯的正常几何结构无法维持的损坏状态时，监测由于核反应堆堆芯每一部分的反应堆芯和蒸汽间的水化反应产生的氧化状态。
[0020]另外，本发明的又一个目的是提供一种严重事故后监测核反应堆内部状态的系统和方法。该系统和方法能够在发生严重事故时，基于反应堆芯的每一部分的氧化量，监测会使核反应爆炸的氢的量。
[0021]另外，本发明的又一个目的是提供一种严重事故后监测核反应堆内部状态的系统和方法。该系统和方法能够在严重事故发生后一段时间，监测熔融的反应堆芯在核反应堆容器的下腔体的重新排列的状态，以及熔融的反应堆芯可能与下底盖分离的状态。
[0022]本发明的一个目的通过多热电偶堆芯仪表组件实现，其中，该多热电偶堆芯仪表组件包括置于具有圆形截面的中心管和外部保护管之间的信号补偿探测器、热电偶、多个中子探测器，并且所述热电偶具有在不同高度的测量点。
[0023]信号补偿探测器的数量是1个，中子探测器的数量是2个，热电偶的数量是2到5个。如果安装4个或少于4个热电偶，则未安装热电偶的空间可以用填充电缆填充。
[0024]所述热电偶或所述填充电缆和所述中子探测器可以间隔设置。
[0025]如果在所述热电偶上形成空缺空间，所述空缺空间可以用填充电缆填充。
[0026]每个热电偶可以通过接合相邻的、由不同材料制成的线而形成。
[0027]由不同材质制成的所述线可以包括镍铬合金线和镍铝合金线。
[0028]本发明的另一目的通过严重事故后监测核反应堆内部状态的系统来实现。该系统包括:堆芯仪表组件，所述堆芯仪表组件插入核反应堆内且被配置为在核反应堆内测量中子和温度，以及诊断单元，所述诊断单元被配置为基于所述堆芯仪表组件测量的温度来确定核反应堆的状态，其中，所述堆芯仪表组件包括2个或多于2个热电偶，并且2个或多于2个堆芯仪表组件按一定间隔被插入和设置在核反应堆内。
[0029]所述2个或多于2个热电偶在长度方向上具有不同的高度。
[0030]基于由所述2个或多于2个热电偶测量的温度，所述诊断单元可以判断以下各项中的至少一项:反应堆芯是否已经损坏，损坏的反应堆芯的位置，所述核反应堆内产生的氢的量，熔融的反应堆芯已经被重新排列的状态，熔融的反应堆芯穿透核反应堆的时间。
[0031]可以基于反应堆芯的材料的氧化，以及所述材料暴露于高温下的时间来确定以下各项中的至少一项:反应堆芯